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5. 核能发电的发展趋向 5.1 第一代核能发电 5.2 第二代核能发电 5.3 第三代核能发电 5.4第四代核能发电 第一代核能发电是利用原子核裂变能发电的初级阶段，从为军事服务走向和平利用，时间大体上在上世纪50年代到60年代中期，以开发早期的原型堆核电厂为主。 例如，美国西屋电气公司开发的民用压水堆核电厂，希平港（Shippingport）核电厂，1955年12月在美国建成；以及通用电气公司（GE）开发的民用沸水堆核电厂，第一个建在美国加利福尼亚湾洪保德湾，以及随后1960年7月建成德累斯顿（Dresden-I）。前苏联1954年在莫斯科附近奥布宁斯克建成第一座压力管式石墨水冷堆核电厂，英国1956年建成第一座产钚、发电两用的石墨气冷堆核电厂——卡德霍尔核电厂。 这一时期的工作，为下一步商用核电厂的发展奠定了基础。第二代核电厂基本上仿照了这一代核电厂的模式，只是技术上更加成熟,容量逐步扩大，并逐步引进先进技术。 第二代核电厂的建设形成了几个主要的核电厂类型，他们是压水堆核电厂，沸水堆核电厂，重水堆（CANDU）核电厂，气冷堆核电厂，以及压力管式石墨水冷堆核电厂。共建成441座核电厂，最大的单机组功率150万千瓦，总的运行业绩达到上万个堆年。期间仅出现过两次较大的事故，即三里岛核电厂事故和切尔诺贝利核电厂事故。 WASH-1400 URD EUR ·机组额定电功率 1000MWe * ·核电厂设计寿命 60年 ·机组的可利用率 ≥87% * * ·采用全数字化仪控系统及先进控制室 ·采用半转速汽轮发电机组 ·堆芯热工安全余量 15% ·堆芯损坏频率（CDF） 1E-5堆·年 ·严重事故下大量放射性物质释放至环境的频率（LERF）1E-6堆·年 ·职业辐照集体剂量 1人·Sv/堆·年 ·换料周期 18 -24月 ·建造周期 48 -52月 ·基础价 1000美元/KWe ·发电成本 3美分/kwh * 有些先进轻水堆核电厂的设计功率为1500-1600MWe 第三代核电厂 1.先进压水堆核电厂 2.先进沸水堆核电厂 3.先进坎度（CANDU）型重水堆（ACR）核电厂。 图１.１-２２ＡＰ-１０００主回路 图１.１-２３非能动安全系统 图１.１-２４非能动安全壳冷却系统 特点如下： ①简化冗余的安全系统结构。安全系统采用n+2的概念，例如4系列的安注系统，安全壳内设置硼化水储存水箱，余热排出系统与低压安注系统组合在一起，设计基准事故不需要安全喷淋。 ②双层安全壳。内层为金属衬里预应力钢筋混凝土安全壳，外层为钢筋混凝土安全壳，两层之间设有过泸排放系统，以防止安全壳超压，并保护环境。 ③限制严重事故后果的设计。 图１.１-２５欧洲压水堆核电厂 APWR和APWR+ 将堆芯核仪表改成从反应堆上部插入方式，取消下部仪表管座。 安全系统的特点是利用蒸汽发生器二次侧卸压，以导出衰变热；同时使得系统压力可以快速下降，减少一次侧的失水。由于一次侧压力在堆芯有水覆盖的情况下，降到低压安注泵接入压力，有可能取消高压安注泵。此外，在大破口失水事故时，一回路系统被低压安注泵注入的大量水淹没，破口出来的蒸汽被回路淹没水凝结，其结果有可能导致取消安全壳喷淋系统。鉴于换料水池位于安全壳运转层上，即使低压安注泵失效，换料水池的水亦能依靠重力非能动地流入堆芯。安全壳通风系统的冷却水源采用多样化设计，以提高其可靠性。在主蒸汽管道破裂时，为了保证堆芯硼酸的注入，硼酸注入箱利用减压沸腾原理维持硼注入箱压力，可非能动地注入堆芯。 APR1400是在韩国标准两回路压水堆核电厂（KSNP）的基础上 发展起来的，电功率1450MWe，韩国标准核电厂的原型设计是 《系统80》，APR140